快堆燃料组件水力特性计算

文章用理论计算和工程经验相结合的方法给出了我国自行设计的快堆燃料组件(参考设计)的水力特性。并与用国际上发表的多种关系式计算结果进行了比较,吻合较好。该计算结果对燃料组件的设计和热工计算有一定的参考价值。     

核安全保障非破坏性分析研究与发展（Ⅰ）

本文阐述了国外核材料安全保障非破坏性分析研究与发展的最新情况,包括技术开发的国际合作概况和部分重要研究课题的进展:(1)γ能谱法测定钚同位素丰度;(2)钚溶液的浓度测量技术;(3)混合式K-边界密度计/XRF;(4)乏燃料核查仪器;(5)分段γ吸收扫描法;(6)无源中子符合计数法测定钚含量;(7)有源中子质询法。     

快堆燃料组件的子通道分析

开发了ＴＨＡＳ－ＰＣ２子通道分析微机程序，用于计算稳态和瞬态工况下快堆燃料组件的流量、温度和压力等参量分布。对ＥＦＲ燃料组件的稳态和瞬态计算结果如下：堆芯出口平均温度和温长分别为５５７℃和１５７℃，最高包壳表面温度为６０１℃，它发生在中心燃料棒上，最大冷却剂温度为５９３℃；主泵断电二次停堆事故作为瞬态计算，算得的最高冷却剂温度和最高包壳表面温度分别为６３０℃和６３７℃（当ｔ＝２ｓ时），它们都远低于     

快堆燃料组件少孔式管脚替代方案水力实验研究

工程中广泛应用的多孔式管脚在流动特性调节、加工精度方面存在一定缺陷。本文提出了少孔式管脚替代方案,通过水力实验,对比研究了多孔式与少孔式两类管脚的阻力系数分布、流量与压降对应关系等流动特性。结果显示：ø12.0 mm的少孔式管脚与ø6.2 mm的多孔式管脚具有几乎相同的流动特性,均满足设计需求,本文提出的少孔式管脚替代方案可行;少孔式管脚具有更高的流动特性调节效率。本文给出了管脚阻力系数与其结构尺寸间的经验关系式,可供相关实验或工程参考。     

快堆燃料组件管脚开孔孔径选型水力实验研究

管脚位于快堆燃料组件入口处,其结构尺寸直接决定了进入燃料组件内部的冷却剂流量,对于燃料组件压力损失、流速分布等流体力学行为均有重要影响。目前关于燃料组件的相关研究多集中于棒束区热工流体力学特性,管脚段研究较为缺乏,且尚无明确的选型标准,故在工程实践之前,有必要进一步研究快堆燃料组件管脚的流体力学特性,完善选型标准,为结构设计提供参考。本文通过水力实验,研究了不同开孔孔径的燃料组件管脚对应阻力系数分布、流量与压降对应关系等流体力学性能。结果显示,管脚开孔孔径直接决定了冷却剂钠的质量流量与压降对应关系,可以通过改变管脚开孔孔径调节进入不同分区的燃料组件入口流量,使之具有大致相等的压降;本文引入了管脚收缩系数这一无量纲数,提出与管脚结构参数有关的阻力系数经验关系式,用于快堆燃料组件管脚阻力系数及压降的一般估算;基于设计要求的压降与开孔流速限值,本文给出了快堆燃料组件管脚开孔孔径选型推荐方案,供相关实验或工程参考。     

中国实验快堆某辐照实验组件燃耗分布测量

在中国实验快堆（CEFR）上建立了实验组件燃耗分布测量的实验装置。对CEFR某一辐照实验组件中的4#及6#燃料元件棒进行了相对燃耗分布的测量,并与理论计算结果进行了比较。结果表明：两根燃料元件棒虽处于实验组件的不同位置,但相对燃耗分布基本一致;燃耗分布的实验测量结果与理论计算结果符合较好;实验组件燃耗分布测量的相对误差在10.2%以内。本文工作为开展快堆乏燃料组件燃耗测量奠定了基础。     

快堆燃料组件少棒替代方法研究

快堆堆芯流量分配实验需大量燃料组件,为缩短燃料组件的加工周期,需寻找一种可简化燃料组件结构的思路。本文采用CTS理论算法,计算了燃料组件结构参数变化对组件水力特性的影响,提出了采用较少燃料棒替代组件完成试验的思路。该方法不改变组件外部结构与试验环境,仅用少量燃料棒获得与多棒燃料组件相同的水力特性。计算结果表明,替代组件与原组件水力曲线吻合较好,可达到替代效果。     

中国实验快堆MOX燃料研究进展

介绍了国外MOX燃料的最新研究成果,讨论了MOX燃料研究对于推动我国快堆发展的作用,介绍了快堆MOX燃料的制造技术特点和难点、中国实验快堆MOX燃料研究进展以及下一步研究目标。虽然我国MOX燃料研究在过去20年中取得了较好的阶段成果,但与国际发达水平和我国快堆发展对MOX燃料的需求之间还存在明显差距。目前是开展中国实验快堆MOX燃料研究的良好机遇。     

中国实验快堆辐照容器组件流致振动实验

在水力实验台架上利用DASP-V10振动测量系统对中国实验快堆结构材料辐照容器组件进行流致振动实验。通过实验,得到组件前5阶固有振动特性(固有频率、振型)及额定流量工况(0.6m3/h)和120%额定流量工况下组件的振动响应及动态应变响应。实验以固有振动特性测量结果来指导开展组件在运行工况下的流致振动实验,并根据得到的流致振动结果结合组件固有振动特性从振动力学原理上阐述了辐照容器组件共振现象的产生及其对组件运行的影响。     

快堆燃料组件热工流体力学计算研究

对于钠冷快堆,在燃料和包壳最高温度等设计限值下,为获得较高的堆芯出口温度,需深入分析燃料组件内的热工流体力学问题,准确预测组件内的冷却剂温度分布。本文在CRT模型和F.C.Engel等人工作的基础上,提出了ICRT压降关系式,用以计算冷却剂在湍流区、过渡流区和层流区的棒束压降;引入CRT模型和WEST对流传热模型,改进了SUPERENERGY子通道分析程序,并将改进程序与原程序计算结果进行了对比,结果表明：最热子通道出口温度略有降低,液膜温压略有增加;并用计算流体力学软件CFX对中国实验快堆单盒燃料组件活性段进行了三维数值模拟,将计算结果用CRT模型、ICRT压降关系式及改进后的SUPERENERGY子通道分析程序进行了验证,相互符合较好。     

间距对快堆燃料组件迷宫密封结构性能影响的数值模拟

本文采用计算流体动力学（CFD）方法针对直角梯形齿迷宫密封结构进行了三维数值模拟,对比研究间距对密封性能、流场分布、压力场分布、流速控制的影响,并在最佳间距尺寸下分析了偏心度对密封性能的影响。结果显示：扩大迷宫密封结构间距可有效减少漏流量、提高密封性能,并实现较好的流速控制,还可明显改善近壁面处的流动性能,强化对燃料组件外壁面的冷却;当间距超过3.02 mm时,密封性能提高有限,说明间距超过一定限值时,不能继续通过扩大间距提高迷宫密封结构密封性能,需在结构设计与工程应用中选择合理的间距尺寸;偏心现象导致迷宫密封结构流域内流速、压力分布不均匀,且随偏心度的增大不均匀现象有扩大的趋势,不仅对密封性能产生不利影响,还使得燃料组件振动加剧。     

快堆燃料组件抗震分析流体附加质量计算方法研究

浸没在液态钠中的快堆堆芯组件在地震作用下发生振动,可能导致组件结构损坏或堆芯结构变形,从而影响反应堆结构完整性和安全.流体使该振动表现为强烈的非线性,因此,研究地震引起的流固耦合效应对快堆抗震分析十分重要.本文主要研究流固耦合问题中附加质量的计算方法,该方法由Westergaard首先提出,是一种考虑水体对结构作用的简化动力学计算方法,它将动水压力等效成质量附加在结构上,质量等效原则自提出在各行业得到广泛应用,但缺乏详细理论推导.本文首先推导出附加质量公式,并对该公式进行有效性分析;接着对单根和两根组件用CASTEM在空气和水中进行建模;最后将频率、碰撞力分别与试验值比较.结果表明,计算值和试验值吻合.     

中国实验快堆燃料组件频率测量试验

堆芯的安全性极其重要,反应堆堆芯组件的抗震分析比较困难。为给中国实验快堆堆芯组件的数值分析提供依据,同时也为安全审评提供基本数据,利用动态测量系统完成了单根燃料组件分别在空气和水介质中频率的测量。试验中,分别采用了3档不同幅值的激励力。考虑安装公差对频率的影响,采用重新安装燃料组件的方法重复测量。经分析,试验结果合理可靠。     

中国实验快堆新燃料组件装载机的抗震分析

中国实验快堆新燃料组件装载机是一机构部件,结构复杂,装载机的许多运动件和传动件难以用有限元进行精细模拟。本文引入了一种简化有限元计算的思路,即针对装载机主要部件的主体框架建立简化的有限元模型,通过反应谱分析,计算出各个主要部件在地震条件下的加速度响应。采用手算方法对主要的连接螺栓进行力学计算,并根据相关法规对螺栓进行评价,以确保总体结构的完整性。     

中国实验快堆燃料破损探测系统建模、计算与分析

在借鉴国外研究成果的同时,结合中国实验快堆(CEFR)燃料破损探测系统的设计特点,建立了CEFR燃料破损探测系统的计算模型,并根据所建计算模型,利用LabWindows/CVI开发了CEFR燃料破损探测系统计算分析程序。用该程序进行了缓发中子探测系统可探测最小破损面积的计算,并对裂变产物的释放产生比进行了计算验证。